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相似文献
 共查询到19条相似文献,搜索用时 265 毫秒
1.
为研究雷达天线阵面的冷却降温效果,建立了两相流蒸发冷却模型,并着重分析了沸腾换热在局部高热流密度条件下的换热能力,局部热流高达800kW/m2。采用VOF模型结合用户自定义控制方程,数值计算三维流道内的沸腾传热现象,从气液流动趋势上寻找阻碍换热的因素。结果表明:VOF模型能较好地用于分析气液两相流动中的层状流、泡状流以及气液流动趋势;通过减小弯道处过流面积提高局部流速的方法可以缓解气相在弯道处的汇聚,消除了0.9K的局部过热;对于单侧高热流蒸发的数值分析,蒸发控制方程的调节系数在500左右为宜。温度计算结果与实验结果趋势一致,总体偏差5K左右,数值分析可以用于研究冷板的沸腾换热。  相似文献   

2.
内弹道双一维两相流数值计算的CE/SE方法   总被引:3,自引:1,他引:3  
该文将CE/SE方法从气相流拓展到两相流,构造了适合内弹道两相流动的计算格式,并将之应用于内弹道膛内双一维两相流动的数值模拟中。源项采用四阶Runge-Kutta方法进行处理:与传统的MacCormack格式相比,采用CE/SE方法对膛内两相流计算无需添加人工粘性。用该方法得出的计算结果符合实际过程,与实验结果一致,说明采用此方法进行内弹道两相流计算是可行的。  相似文献   

3.
饱和蒸汽在高速过冷水射流外凝结换热的数值模拟   总被引:2,自引:1,他引:1  
采用数值计算的方法,研究了高速过冷水射流外饱和蒸汽的凝结换热过程,在研究中,采用标准的k-ε紊流计算模型,两相界面上采用了凝结换热边界条件,并考虑了蒸汽凝结造成的相界面处的法向速度,计算表明,凝结换热强度完全由高速过冷水充中的紊流运动决定,其平均对流换热系数可以达到1.0MW/(m2,℃),与实验结果相符合。  相似文献   

4.
通过求解三维Reynolds-Averaged Navier-Stokes方程和标准k-ω湍流模型,数值研究了旋流蒸汽冷却的基本原理,分析了冷气雷诺数和来流温比对流动和传热特性的影响,旨在阐明旋流蒸汽冷却的原理,总结其流动传热的变化规律。在此基础上对无量纲换热系数Nu、雷诺数Re和来流温比φ进行数值拟合,得到旋流蒸汽冷却的传热关联式。研究表明:冷气在旋流腔内的高速转动引起强烈的径向对流运动,使得换热增强;增大雷诺数能够增大冷气的涡量,有效提高旋流腔的换热系数,同时降低阻力系数;增大来流温比使得冷气的涡量增大密度减小,旋流腔的换热系数略有减小,阻力系数显著降低;综合换热因子随着雷诺数的增大而增大,随着来流温比的增大而减小;拟合的传热关联式与数值计算结果吻合良好,可以准确地预测蒸汽旋流冷却的换热系数。  相似文献   

5.
为了给复合材料身管传热分析提供较为精确的边界条件,采用一维内弹道膛内流场模型,将弹后空间核心流部分考虑为包含气流与身管管壁发生摩擦和热交换的不稳定准一维流.得到身管内侧不稳定、非定常可压缩流的边界层方程.基于MacCormack有限差分方法求解该方程,得到的内弹道特征量与经典内弹道模型计算结果的相对误差在3%以内,同时结果显示瞬时气流速度对换热系数影响较大,因此在对复合材料身管传热分析时需采用气流温度和换热系数瞬时计算结果.  相似文献   

6.
建立了适用于基本型、小孔型和双向进气型等脉管制冷机整机模拟的一维和二维混合计算模型,采用Darcy-Brinkman-Forchheimer模型和局部非热平衡模型描述回热器内部的流动与换热,并给出了一维与二维计算区域连接界面的速度和温度等重要参数的传递法则.开发了基于1-2混合计算模型的脉管制冷机整机数值模拟程序,对3种脉管制冷机主要部件的流场和温度场特性进行了详细分析,直观地刻画了脉管制冷机内的工作过程以及复杂流动和换热现象,例如"速度转向"、"速度环效应"、"温度环效应"和DC流等.结果表明,双向进气阀的引入形成了脉管制冷机的闭合回路,带来了DC流现象,文中运行参数下的DC流占总流量的4.66%.  相似文献   

7.
分别建立起各项分压损和一维可压缩气固两相流体动力学理论的面粉正压气力输送两相流压损计算模型。通过由意大利OCRIM公司引进的两条面粉正压气力输送线上的不同工况压损试验数据,进一步验证了压损计算模型的工程适用性。指出局部压损的确定是面粉正压气力输送两相流压损研究的重点。  相似文献   

8.
准确地预测注蒸汽井井筒内蒸汽的压力、温度和干度等参数的变化,对注蒸汽热力采油来说非常重要。根据传热学和两相流原理,建立了井筒注蒸汽两相流动的数学模型。选择了四种方法来计算摩阻压降,并与现场测得的实际数据进行了比较。计算结果表明,采用分离模型的Friedel方法和流型模型的BB方法均能得出比较理想的结果。  相似文献   

9.
为了更好地了解柴油机水腔内冷却液的流动和传热问题,根据Eulerian两相RPI(rensselaer polytechnic institute)沸腾模型,建立了一套适用于柴油机水腔沸腾换热的气液两相流模型.以某直列四缸柴油机为研究对象,通过缸盖温度场实验对缸盖火力面20个测点进行温度测量,并将实验测得的温度值与传统单相强制对流和两相流模拟得到的温度值进行对比.结果表明:与传统单相流模型相比,Eulerian两相RPI沸腾模型的精度更高,误差小于5%;优化后缸盖水腔底部冷却液的流动与冷却更加均匀,水腔壁面最高温度降低了4.05℃,第三、四缸水腔鼻梁处高温区域面积减小,缸盖水腔换热效果得到改善.研究结果为柴油机缸盖水腔沸腾换热研究和冷却水腔的设计提供了依据.  相似文献   

10.
给出自然循环系统中欠热沸腾及闪蒸的动态分析及实验结果。实验在清华大学核能技术设计研究院的5MW核供热堆模拟实验回路HRTL-5上完成。采用带有质量、蒸汽质量、能量及动量守恒方程的一维两相流漂移模型分析HRTL-5中的流动不稳定性。通过时域动态分析方法,给出了以加热功率—进口欠热度平面表示的流动稳定边界。研究表明热力学非平衡态,即在加热段中的欠热沸腾及上升段中的空泡闪蒸,在自然循环低压低干度条件下对流动稳定性有很大的影响。计算结果与实验值吻合得很好。研究结果对丰富和发展两相流及两相流稳定性理论,对自然循环两相流系统,特别是对以自然循环方式运行的低温核供热反应堆有重大意义。  相似文献   

11.
为了通过微氢泄漏探测系统正确判断快堆蒸汽发生器水 /水蒸汽小泄漏 ,建立了快堆蒸汽发生器水 /水蒸汽向钠泄漏后钠水反应产生的氢沿蒸汽发生器扩散的数值模型。假设为大孔隙多孔介质 ,模拟钠在蒸汽发生器内的流动 ,引入体积孔隙率 ,面渗透率和分布阻力来模拟管束、支撑板对钠流动的扰动。根据钠水 /水蒸汽反应生成的氢气和氢氧化钠在钠中离解动力特性 ,建立氢离子和氢氧根离子的扩散方程。钠回路蒸汽发生器的注水模拟水 /水蒸汽泄漏实验表明 :微氢泄漏探测系统对蒸汽发生器钠出口处氢浓度模型计算值的响应与其实测响应吻合的很好  相似文献   

12.
核电站蒸汽发生器出现故障的几率较高。为减少蒸汽发生的质量和体积 ,提出用降压闪蒸的方法来产生蒸汽以替代蒸汽发生器。结合 10 MW核供热堆海水淡化系统 ,分析了闪蒸器蒸汽发生系统的特点。改进设计后 ,闪蒸器的体积比蒸发器小 4 0 % ,质量小约 80 % ;使用闪蒸器旁路调节对改善运行特性起很大作用。该设计拟用于摩洛哥核能海水淡化示范系统中。  相似文献   

13.
蒸汽喷射泵举升稠油参数设计   总被引:2,自引:0,他引:2  
应用气液两相流理论与传热学原理,建立了蒸汽喷射泵采油井井筒和油套环空中流体流动及传热耦合模型,以渐缩式喷嘴中蒸汽流动规律为基础,建立了以湿饱和蒸汽为动力液的喷射泵举升特性方程,应用节点分析方法,以井下喷射泵出口为求解点,形成了一套完整的蒸汽喷射泵采油工艺参数设计方法.计算结果表明:喷嘴喉管面积比相同时,引射系数增大,泵排出口压力降低;引射系数相同,减小面积比,泵排出口压力降低.  相似文献   

14.
螺旋管蒸汽发生器热工流体力学二维模型   总被引:1,自引:0,他引:1  
为了解螺旋管中流动工质的热工水力特性 ,分析螺旋流动中离心力的作用 ,在一维模型的基础上 ,添加了横向动量守恒方程 ,发展为二维数学模型。在守恒方程中直接计算离心力项 ,流型划分、传热和流动阻力结构关系式中不需采用 De数 (Re d/ D)进行修正 ,传热和流动阻力计算可直接选用直管的经验关系式。针对清华大学核能与新能源技术研究院建造的 HTR- 10中所采用的小螺旋管式蒸汽发生器编制程序 ,进行稳态计算 ,计算结果与实验结果误差在 10 %以内。二维数学模型可以从理论上分析离心力的作用及热工水力参数分布的非轴对称性  相似文献   

15.
对淬火过程中流固耦合传热与汽液两相流动计算进行了研究,从两相流动与沸腾换热基础理论出发,推导出金属块淬火过程中温度场分布的流固耦合求解控制方程和计算方法.淬火过程产生大量气泡,局部蒸汽含量很高,因此计算过程将气液均视为连续介质,利用双流体模型进行计算.与传统的反传热问题计算方法相比,本文方法过程简单,通用性强,更适用于工程设计与应用.计算过程利用了Bromley和Rohsenow的换热关联式分别模拟膜态沸腾和核态沸腾传热,计算结果与文献中数据变化趋势基本一致,表明计算方法基本把握了淬火过程中传热传质现象本质.  相似文献   

16.
水平井注汽采油在稠油开采过程中得到广泛的应用,建立热采注汽过程中水平井井筒-储层耦合的非稳态传热与渗流模型,利用数值方法研究注蒸汽阶段的油、水、汽在井筒和油藏中三相非稳态流动与传热规律,分析井筒内积存原油对蒸汽推进的影响;同时计算分析湿蒸汽参数沿水平井段变化特点。研究结果表明:新建模型揭示了井筒内蒸汽前沿推进机制;在注汽速度8 t/h、注汽干度0.7时,注汽5 d后井筒内积存原油被驱替;受井筒内蒸汽流量变化和井筒与油藏热交换影响,湿蒸汽比焓(或干度)从水平井跟端到趾端下降较快;随着注汽速度和注汽干度的增大水平井吸汽段长度增加。  相似文献   

17.
高超声速流动中双尺度湍流模式的应用   总被引:1,自引:1,他引:0  
论文研究了双尺度湍流模式,并对其在壁面附的近长度尺度进行了修正,选择四个基准流动-超声速和高超声速二维压缩拐角,锥柱裙组合体绕流和斜激波/平板湍流边界层干扰-进行了数据计算,数值计算和实验结果的比较表明修正双尺度湍流模式对流动分离,摩阻和热流的计算具有更好的效果。  相似文献   

18.
AP1000核电厂第一跨空间内布置了设备冷却水系统(component cooling water system,CCS)驱动泵,能够保证核电厂事故工况下设备冷却水系统、余热排出系统等关键安全系统的正常运行,从而保证核电厂安全.然而在蒸汽发生器主给水管道双端断裂事故下,大量的水会泄放到第一跨空间内,对第一跨空间内的关键设备造成严重威胁.因此,对AP1000核电站蒸汽发生器主给水管道双端断裂事故下第一跨空间内泄放流体三维流动特性进行数值模拟.采用ANSYS系列软件,建立第一跨空间三维模型,基于流体体积模型(volume of fluid model,VOF)计算冷却剂喷放事故下,第一跨空间内流动特性及水位变化规律.计算结果表明,破口水从入口进入第一跨空间后在5.334 m层漫流,绝大部分泄放水通过该层设置的预留开孔流出,部分水在该层堆积.但是,由于设置挡水沿,泄洪水并未漫流到0 m层与-3.8 m层,随着冷却剂喷放引发给水泵跳泵,第一跨空间内水位将逐渐下降,不会造成重要设备防水台的漫流淹没.计算结果对核电厂主要泄洪途径、关键设备布置设计与优化提供了数值参考.  相似文献   

19.
新型压水堆自然循环特性计算分析   总被引:1,自引:0,他引:1  
针对新型压水堆的结构特点,在一维质量、动量和能量守恒方程的基础上,建立了描述其稳态自然循环特性的数学模型.模型对新型压水堆在稳态自然循环过程中可能出现的流动形式和换热状态进行了充分考虑.通过数值迭代求解该模型,对新型压水堆的自然循环特性进行了理论分析.计算结果表明:反应堆自然循环流量随堆芯功率的增加而增加,并且是堆芯功率的指数函数;在不同蒸汽压力下,反应堆的自然循环流量不同,且随蒸汽压力的增加而增加.冷热芯位差越大,反应堆自然循环能力越大.该研究对我国新型压水堆的概念设计提供了重要的理论依据.  相似文献   

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